ГлавнаяОб атомной энергииЧасто задаваемые вопросы

Часто задаваемые вопросы

Как работает АЭС?

Основным элементом реактора является активная зона — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Во время нее уран-235, являющийся основой ядерного топлива, делится медленными (тепловыми) нейтронами, при этом выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем (в реакторах ВВЭР это обычная вода). Затем с помощью сепараторов, парогенераторов и турбин это тепло преобразуется в электроэнергию. Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, механическая — в электрическую. Схему работы АЭС можно посмотреть здесь

Что такое глобальное потепление и чем оно опасно?

Глобальное потепление — опасный процесс постепенного увеличения среднегодовой температуры атмосферы Земли и Мирового океана. Одна из его причин — «парниковый эффект»: увеличение содержания в атмосфере углекислого газа (СО2), сопровождающееся аналогичным повышением средней температуры воздуха у поверхности Земли. Из-за него с середины XVIII века (начало промышленной революции) средняя температура воздуха у поверхности земли уже повысилась более чем на 1,2 градуса по Цельсию. Так, последняя декада XX века стала самой теплой в истории, а 1998 год — самым теплым за весь период наблюдений (с 1861 года). Между тем в отчете комиссии ООН «Перед лицом климатических изменений» (опубликован в январе 2005 г.) был обнародован критический показатель потепления, превышение которого приведет к необратимым изменениям, — это повышение средней температуры воздуха на 2 градуса по Цельсию (по сравнению с 1750 годом).
Потепление вызывает множество бедствий. По данным климатолога Джона Твигга, автора исследования «Пути уменьшения ущерба катастроф», начиная с 1970 года природные катастрофы ежегодно уносят в среднем 80 тысяч жизней. По оценкам Чикагского университета, стихийные бедствия последнего десятилетия ХХ века затронули примерно два миллиарда человек — треть всего человечества. В 90-е было отмечено 84 крупных природных катаклизма — в три раза больше, чем в 60-е. Совокупный экономический ущерб от этих бедствий достиг 591 млрд долл., что более чем в 8 раз больше, чем в 60-е годы (подсчеты производились в ценах 1998 года).

Как борются с «парниковым эффектом»?

Для борьбы с «парниковым эффектом» приняты два международных документа — Рамочная конвенция ООН об изменениях климата 1992 г. и Киотский протокол 1999 г. В заявлении лидеров «Большой восьмерки» (G8), распространенном после встречи 2008 года в Японии, говорится, что ведущие государства мира подтверждают стремление сократить выброс парниковых газов к 2050 году на 50 %.
Свой вклад в борьбу с «парниковым эффектом» вносит и ядерная энергетика, которая, в отличие от традиционной, просто не создает выбросов парниковых газов. Ежегодно атомные станции в Европе позволяют избежать эмиссии 700 миллионов тонн СО2, а в Японии — 270 миллионов тонн СO2. Действующие АЭС России ежегодно предотвращают выброс в атмосферу 210 млн тонн углекислого газа, по этому показателю наша страна находится на четвертом месте в мире. Таким образом, интенсивное развитие ядерной энергетики можно считать одним из средств борьбы с глобальным потеплением.

Какова мировая практика хранения обедненного гексафторида урана (ОГФУ)?

В соответствии с общепринятой практикой ОГФУ хранится в герметичных стальных контейнерах на открытых площадках. Многолетний мировой и отечественный опыт хранения обедненного гексафторида урана на складах открытого типа свидетельствует о высокой надежности этого способа обращения с ним. В атомной индустрии при хранении ОГФУ не было зафиксировано ни одного существенного с точки зрения безопасности события по шкале INES, применяемой в отношении объектов ядерной промышленности.  Все контейнеры проходят сертификацию на соответствие требованиям российских и международных норм. В конструкцию контейнеров закладывается значительный запас прочности, обеспечивающий устойчивость, как к механическому воздействию, так и к высоким температурам.

Обращение с гексафторидом обедненного урана (ОГФУ) в России производится в полном соответствии с общепринятыми мировыми нормами. Как и на любом другом разделительном предприятии США, Германии, Франции, Великобритании, на каждом российском комбинате применяются регламентированные организационные и технические меры, позволяющие безопасно перерабатывать и хранить ОГФУ.

Как происходит обогащение урана для использования в ядерном топливе?

Обогащение производится с помощью газовых центрифуг. Дело в том, что в природном уране содержится всего 0,7% урана-235, тогда как для использования на АЭС необходимо, чтобы его содержание в топливе было 3–5%. Уран, содержащий более 20% 235-го изотопа называется высокообогащенным (ВОУ), содержащий менее 20% — низкообогащенным (НОУ), содержащий менее 0,7% — обедненным.

Принцип действия центрифуги прост. В нее помещается гексафторид урана (UF6) - газообразное соединение природного урана, получаемое из урановой руды в результате последовательных физических и химических преобразований. При определенной температуре и давлении гексафторид урана подается во внутреннюю полость ротора центрифуги через трубопровод питания и поступает в пространство возле оси ротора. Ротор центрифуги вращается с огромной скоростью. За счет центробежной силы газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. При этом «тяжелые» молекулы урана-238 собираются на периферии, а легкие молекулы урана-235 концентрируются около оси ротора. С помощью специальных приемов в центрифуге создается поток циркулирующего газа в осевом направлении, в результате чего молекулы UF6, содержащие уран-235, собираются в нижней части ротора, молекулы UF6, содержащие уран-238 — в верхней части. Вывод потоков UF6, содержащих уран-238 (отвал) и уран-235(отбор) осуществляется с помощью специальных трубок, установленных в роторе.

Поскольку эффект разделения в одной центрифуге мал, их соединяют последовательно в цепочку, называемую разделительным каскадом. Проходя последовательно по каскаду, UF6 обогащается изотопом уран-235 до нужной концентрации, и используются для дальнейшего преобразования в топливные элементы.

В чем главные отличия процессов сгорания органического (невозобновляемого) и ядерного топлива?

Их несколько. Во-первых, для сгорания ядерного топлива не нужен ни кислород, ни какой-либо иной окислитель – процесс энерговыделения в нем (деление ядер урана) обусловлен ядерными взаимодействиями, а не химическими реакциями. Поэтому не происходит эмиссии "парниковых газов", наносящей существенный вред атмосфере...

Во-вторых, на тепловой электростанции сгорает все органическое топливо, подаваемое в топку – «несгораемых запасов» при этом не образуется. В цепной же реакции деления, проходящей в энергетическом ядерном реакторе, выгорает не весь расщепляющийся материал (уран-235), а только его избыток над критической массой для данной активной зоны. Невыгоревший уран после регенерации может быть снова (в отличие от золы и шлаков органического топлива) использован в качестве топлива.

В отработанном топливе образуется и новый делящийся материал - плутоний. Его можно снова использовать в качестве топлива. Разновидность топлива, в которой используется плутоний, называется МОХ-топливо

Какова принципиальная схема одноконтурной и двухконтурной АЭС?

Для одноконтурной АЭС теплоноситель – паровая смесь – образуется в самом реакторе, разделяется на воду, которая возвращается в контур принудительной циркуляцией, и пар, который направляется на турбину. Поэтому для одноконтурной АЭС нет четкого разделения на первый и второй контуры, и всё оборудование станции в разной степени радиоактивно.

На одноконтурной АЭС с реактором РБМК сама реакторная установка размещена в бетонной шахте. Она представляет собой графитовую кладку (графит выполняет функцию замедлителя нейтронов), в которой расположены технологические каналы. В технологических каналах, расположенных в графитовой кладке, находится ядерное топливо. Вода, проходя через технологические каналы, нагревается до кипения. В барабан-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбину, т.е. на турбину поступает пар, образующийся при кипении воды в активной зоне реактора. Он радиоактивен, т.к. в него переходит часть радиоактивных веществ, попавших в теплоноситель. После охлаждения в конденсаторе пар конденсируется и вода с помощью насосов возвращается в реактор. Охлаждение конденсатора осуществляется водой из пруда-охладителя с помощью насоса. Параметры рабочего тела (пара) равны параметрам теплоносителя.  
 

Если контур теплоносителя (вода) и рабочего тела (пара) разделены, то такие АЭС называются двухконтурными. На таких АЭС с реакторами ВВЭР контур теплоносителя работает в радиационных условиях и называется первым контуром. Теплоноситель (вода под давлением без кипения) главным циркуляционным насосом подается в реактор, где он нагревается и далее поступает в парогенератор, где отдает теплоту пару. Механическая энергия пара, образующегося в парогенераторе, направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше поступает к потребителям. Вода первого контура, проходя через активную зону реактора, где находится ядерное топливо, становится радиоактивной. Поэтому все оборудование первого контура находится в защитной оболочке.
 

Контур пара является не радиоактивным и называется вторым контуром. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направляется на турбогенератор. После турбогенератора пар попадает в конденсатор, где конденсируется и насосом конденсат попадает в парогенератор. В данной схеме вода пруда-охладителя необходима для охлаждения конденсатора турбины, где вода по специальным трубопроводам циркулирует с помощью насоса. Пруд-охладитель отделен и от второго чистого контура, поэтому связь его воды с водой первого радиоактивного контура практически невозможна.

Какие бывают реакторы, и что означают их названия?

Основа ядерных мощностей в мире – это энергетические реакторы, предназначенные для получения электроэнергии. Кроме них, существуют исследовательские реакторы (для проведения научных экспериментов и наработки радионуклидной продукции), судовые (двигатели кораблей-атомоходов) и пр.

 

Сокращения в названиях реакторов отражают их назначение, а также важнейшие физико-технические и конструктивные особенности. Так, аббревиатура «ВВЭР-1000» означает «водо-водяной энергетический реактор» (РТН электрической мощностью 1000 МВт, где вода – и замедлитель, и теплоноситель). «РБМК-1000» означает «реактор большой мощности канальный электрической мощностью 1000 МВт», «БН» – «быстрый натриевый» (реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем). Иногда реакторы называются и по другим особенностям. Например, ВВЭР часто называют реактором с водой под давлением (по основному принципу теплосъема), а РБМК – водо-графитовым кипящим (вода – теплоноситель, графит – замедлитель, и вода превращается в пар непосредственно в активной зоне). У всех реакторов – собственное топливо и другие особенности.

Каково назначение брызгальных бассейнов на АЭС? Возможно ли попадание в них радиоактивной воды?

В так называемых "брызгальных бассейнах" охлаждается нерадиоактивная вода второго контура. В двухконтурной АЭС (см. вопрос выше) она нигде не соприкасается с радиоактивной средой и не может быть радиоактивной. Вода в брызгальных бассейнах охлаждается благодаря двум факторам: охлаждению воздухом брызг, создаваемых специальными фонтанами-разбрызгивателями, и испарению.
 

Что из себя представляют системы безопасности атомных станций?

Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Действие обеих систем основано на введении в активную зону материалов, интенсивно поглощающих нейтроны (например, бора, стержней из графита, карбида бора). 

При нормальной эксплуатации атомные станции не представляют опасности для персонала, населения и окружающей среды. Но на безопасность АЭС могут влиять лишь аварийные ситуации и аварии. В соответствии с принципом глубоко эшелонированной защиты системы безопасности являются третьим уровнем защиты, предназначенным для предотвращения перерастания инцидентов  в проектные аварии, а  проектных аварий – в тяжелые (запроектные). 

Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций подразделяются на защитные, локализующие, управляющие и обеспечивающие. 

Защитные СБ служат для предотвращения или ограничения повреждения ядерного топлива, оболочек твэлов, оборудования и трубопроводов, содержащих радиоактивные вещества (т.е. корпуса реактора, трубопроводов и другого оборудования первого контура). Защитные СБ защищают первые три физических барьера безопасности.

Локализующие СБ предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующих излучений. Примером комплексной и наиболее эффективной локализующей СБ на современных АС является защитная оболочка (контаймент).

Управляющие СБ осуществляют приведение в действие других систем безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в процессе выполнения заданных функций. Обеспечивающие СБ предназначены для снабжения систем безопасности энергией, рабочей средой и создания условий их функционирования. Эксплуатация, техническое обслуживание и ремонт систем безопасности производятся по специально разработанным инструкциям и регламентам.

В новых (недавно построенных, строящихся и проектируемых) АЭС для обеспечения безопасности активнее используются так называемые "пассивные" системы безопасности (например, «ловушка» на случай  расплава активной зоны), эффективность которых не зависит от действий персонала.

Стоит отметить, что за последние 20 лет в атомной отрасли проведена огромная работа по повышению безопасности эксплуатации АЭС. В частности, на многих станциях были установлены дополнительные системы контроля и безопасности, модернизированы существующие защитные системы.

Что такое ЯТЦ и какие типы ЯТЦ бывают?

Ядерно-топливным циклом (ЯТЦ) называется совокупность процессов и операций, охватывающих всю технологическую цепочку обращения ядерного топлива – от добычи руды до утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Звеньями этой цепочки являются процессы добычи и переработки урановой руды, ее обогащение, добыча и переработка циркониевой руды, производство циркониевого сплава и проката, производство тепловыделяющих сборок (ТВС), их использования на АЭС, обращение с отработанным ядерным топливом (ОЯТ).

Подход к последней операции определяет тип ЯТЦ. Если дальнейшее использование ОЯТ после его удаления из реактора не предусматривается, то оно рассматривается как радиоактивные отходы и отправляется на долгосрочное хранение, а в перспективе – на окончательное («вечное») захоронение. Такой цикл называется «открытым», или «разомкнутым»).

При полном цикле ОЯТ после 3-5 летней выдержки в пристанционном бассейне перерабатывается на радиохимических заводах с извлечением из него урана и плутония для возвращения их в топливный цикл и с получением других ценных компонентов (нептуния, америция, кюрия).

В настоящее время в большинстве стран темпы наработки ОЯТ как по техническим, так и по экономическим причинам превосходят мощности его радиохимической переработки. И поэтому большая часть ОЯТ после выгрузки из реактора и выдержки в пристанционном хранилище направляется на длительное (десятки лет) хранение. Такой подход к организации ЯТЦ называется «отложенным».

Как добывают уран? Насколько это безопасно для населения прилегающей к месторождению территории?

Из трех используемых методов добычи урана два являются традиционными для горнодобывающей промышленности. Это – подземный (шахтный) и открытый (карьерный). Третий – метод скважинного подземного выщелачивания – используется относительно недавно, с 60-х годов XX века.

Выбор метода определяется, исходя из конкретных особенностей разрабатываемого месторождения. Открытый метод может применяться лишь для небольших глубин залегания руды (до 500 м). Шахтный метод может быть использован при наличии выраженных рудных жил в крепких горных породах. Этим методом добывается уран на месторождениях Стрельцовского рудного поля, разрабатываемых ОАО «ППГХО» (Забайкальский край, Россия)

Метод подземного выщелачивания основан на заполнении рудных пород растворяющими уран химическими реагентами и откачке урансодержащих растворов на поверхность (см. рис. 10). Он может быть использован при минерализации урана в пористых породах, расположенных между водонепроницаемыми слоями. Преимущества этого метода – отсутствие наземных хранилищ рудных отвалов и выделений радона при добыче.  Этот метод считается наиболее экологически чистым. Именно он применяется на новых российских урановых месторождениях - «Хиагда» и «Далур».

В целом надо отметить, что при обустройстве и эксплуатации любого уранового месторождения разрабатывается и реализуется система мер по обеспечению безопасности. Она учитывает геологические и гидрологические особенности объекта, розу ветров, характеристики добываемой руды, сложившуюся инфраструктуру и др. При соблюдении устанавливаемых ограничений (как правило, они относятся к сфере землепользования и водопользования), добыча урана безопасна для проживающего рядом населения.

Какие стадии уран проходит в процессе его превращения в ядерное топливо?

Первой стадией является концентрирование урановой руды. После дробления перемолотую руду растворяют в химическом растворе, затем осажденную концентрированную соль урана высушивают до получения сухого уранового порошка (yellowcake или «желтый кек»).

Следующий стадией технологической цепочки является аффинаж (химическая очистка от примесей). Ее продуктом являются чистые оксиды урана, которые направляются на конверсию (фторирование).

Полученный гексафторид урана (UF6) транспортируется в специальных контейнерах на обогатительный комбинат для изотопного обогащения по урану-235 (от природного 0,7% до требуемого для каждого конкретного вида топлива).

После этого обогащенный уран переводится в форму чистого диоксида, а затем с использованием методов порошковой металлургии из него получают топливные таблетки.

Последний стадией производства топлива является упаковка топливных таблеток в твэлы и изготовление из них тепловыделяющих сборок (ТВС). 

Все технологические операции на каждой стадии производства топлива сопровождаются соблюдением требований радиационной безопасности и тщательным контролем качества.

Что представляет из себя топливо для АЭС?

Конструктивной основой ядерного топлива реакторов является тепловыделяющий элемент (твэл) - герметичная трубка, в которой размещается расщепляющийся материал (урановые таблетки). При помощи каркаса твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС).

Для придания жесткости конструкции, подачи теплоносителя и проведения операций по загрузке и замене топлива ТВС снабжена дополнительными элементами (дистанцирующие решетки, хвостовик, головка).

Конструкция и размеры твэлов для реакторов разных типов различаются. Например, твэлы основного энергетического реактора советского (российского) дизайна ВВЭР-1000 имеют длину более 3,5 м при диаметре 9,1 мм. Их оболочка выполнена из циркониевого сплава, а расщепляющийся материал представляет собой таблетки спеченного диоксида с обогащением 1,6–5% и массой урана более 1,5 кг на 1 твэл.

Общая загрузка активной зоны для реактора ВВЭР-1000 составляет примерно 80 тонн диоксида урана, для РБМК-1000 – около 220 тонн диоксида урана.

Как перевозится отработанное ядерное топливо? Насколько безопасны такие перевозки?

Перевозки ОЯТ осуществляются, в основном, железнодорожным и автомобильным транспортом. Они производятся с использованием особых мер безопасности и специальных транспортных контейнеров. Все это гарантирует соблюдение отечественных и международных требований и нормативов по всем видам защиты – технологической, физической, ядерной и радиационной.

Испытания показали безаварийность конструкции даже в весьма серьезных чрезвычайных ситуациях – при нахождении в зоне пожара при температуре 800 градусов Цельсия, падении с девятиметровой высоты на жесткое основание и на стальной штырь, приложении ударных нагрузок, соответствующих падению самолета.

Для перевозок ОЯТ используются также суда специальной конструкции. За последние более чем 50 лет выполнения перевозок ОЯТ не возникло ни одной аварийной ситуации.

Каковы дозы ионизирующего излучения, получаемые человеком? Какие факторы являются при этом определяющими?

Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Разные виды излучения попадают на поверхность Земли из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Существует также техногенный фон, обусловленный технической деятельностью человека. 

Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения называют внутренним.

Уровень радиации в некоторых местах земного шара (например, в районах залегания особенно радиоактивных пород), оказывается значительно выше среднего. Источники радиации в земле ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают более 5/6 годовой эффективной дозы. Например, люди, живущие в районах Западной Австралии с повышенной концентрацией урана, получают дозы облучения в 75 раз превосходящие средний уровень, поскольку едят мясо и требуху овец и кенгуру.

Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, использование газа для приготовления пищи, открытых угольных печей, герметизация помещений и даже полеты на самолетах - все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации.

В среднем человек получает около 180 мкЗв в год за счет калия-40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивными изотопами калия, необходимыми для жизнедеятельности организма. Однако значительно большую дозу внутреннего облучения человек получает от нуклидов радиоактивного ряда урана-238 и в меньшей степени от радионуклидов ряда тория-232. Некоторые из них, например нуклиды свинца-210 и полония-210, поступают в организм с пищей. Они концентрируются в рыбе и молюсках, поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, могут получить относительно высокие дозы облучения.

Что такое КИУМ?

КИУМ – это коэффициет использования установленной мощности, то есть отношение фактической энерговыработки реакторной установки за период эксплуатации к энерговыработке при работе на номинальной мощности. Этот коэффициент характеризует эффективность и надежность работы энергоблоков АЭС. 

В России повышение этого коэффициента производится за счет увеличения надежности работы оборудования, повышения качества и сокращения сроков ремонтных работ, выполнения комплекса модернизации энергоблоков и сокращением продолжительности плановых ремонтов на ряде АЭС.

В 2008 году российские АЭС продемонстрировали лучшие показатели безопасности за всю историю отечественной атомной энергетики в пересчете на один действующий энергоблок. Коэффициент использования установленной мощности российских АЭС в 2008 году увеличился по сравнению с 2007 годом на 1,8% и составил 79,5%.

Как обеспечивается безопасность АЭС в процессе эксплуатации?

На современных АЭС имеется четыре уровня барьеров на пути распространения ядерных материалов: сама топливная таблетка, металлическая оболочка тепловыделяющего элемента (твэла), корпус реактора (первый контур) и бетонная герметичная оболочка реакторного помещения (контейнмент).

Конструкция контейнмента позволяет выдерживать все виды внешних воздействий: землетрясения, смерчи, ураганы, пыльные бури, воздушные ударные волны и даже падение самолета.

Есть также система управления и защиты (СУЗ), которая способна управлять ядерной реакцией вплоть до ее полного прекращения. Кроме того, все станции оснащены несколькими поясами ограждений, контрольно-пропускными пунктами и прочими элементами физической защиты.

Что такое индивидуальный дозиметрический контроль?

Индивидуальный дозиметрический контроль решает задачи контроля и учета доз внешнего и внутреннего облучения персонала, контроля и учета посещаемости персоналом зоны строгого режима. На АЭС ведется строгий учет доз облучения персонала. Для этого каждый работник, в том числе персонал подрядных организаций, обеспечивается индивидуальным дозиметром, который учитывает дозы внешнего воздействия. Контроль за радиационным воздействием на персонал включает в себя: измерение доз внешнего облучения; проверку загрязненности одежды и кожного покрова персонала; измерение содержания радиоактивных веществ в организме и в его отдельных органах.

По какой шкале классифицируются инциденты на ядерных объектах?

Как и в случае с землетрясениями, для оценки которых применяется шкала Рихтера, происшествия на ядерных объектах классифицируются согласно международной шкале. Она разработана МАГАТЭ и называется INES (International Nuclear Event Scale). Она оценивает все нештатные события на ядерных объектах по восьмибалльной шкале (рис. 15). За нулевой уровень приняты события, несущественные для безопасности. Далее следуют уровни 1-й (аномалия), 2-й (инцидент), 3-й (серьезный инцидент).
Уровни, начиная с четвертого, описываются как авария. 4-й – это авария без значительного риска за пределами площадки, 5-й - авария с риском за пределами площадки, 6-й - серьезная авария, 7-й - крупная авария. 
 

Шкала ИНЭС была введена в СССР 1 сентября 1990 года и действует в России и в Украине и по сей день. За последние 10 лет в российской ядерной отрасли не произошло ни одного события уровня 4 и выше. При этом ни одно из них не имело последствий для населения.

 

предыдущая 1 | 2

Задайте свой вопрос

Как Вас зовут: *

email:

Где Вы живете: *

Вопрос: *